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      缺陷表征準(zhǔn)則條款的改進(jìn)分析及對(duì)壓力容器在役檢查的應(yīng)用

      2015-05-30 16:18:45王震亞湯國(guó)祥
      科技創(chuàng)新導(dǎo)報(bào) 2015年31期

      王震亞 湯國(guó)祥

      摘 要:通過對(duì)2013版ASME第XI卷與1998版至2000增補(bǔ)中重復(fù)檢查條款進(jìn)行差異對(duì)比,發(fā)現(xiàn)如滿足缺陷表征準(zhǔn)則中的特定表面接近規(guī)則等新增條款,則可避免對(duì)通過分析評(píng)定的容器中缺陷實(shí)施重復(fù)檢查;其次,就制定這一新增條款的技術(shù)背景進(jìn)行初步分析;最后就該條款應(yīng)用于國(guó)外某核電站壓力容器筒體焊縫在役檢查為例進(jìn)行說明。該條款的應(yīng)用可在確保運(yùn)行安全性與可靠性的前提下,有利于電廠經(jīng)濟(jì)性的提升。

      關(guān)鍵詞:在役檢查 缺陷表征 重復(fù)檢查 改進(jìn)分析

      中圖分類號(hào):TH17 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼:A 文章編號(hào):1674-098X(2015)11(a)-0075-03

      Abstract:Though the comparison of the provisions of successive inspections in ASME section XI 2013 edition with the corresponding in 1998 Edition with addenda through 2000,we find that successive inspection of flaws in vessel accepted for continued operation by analytical evaluation are not required, if some particular conditions are met, such as the modified surface proximity rule in flaw characterization. Then, the background about the provisions is preliminarily analyzed. Finally, a case about the application of the provisions to inservice inspection of the reactor vessel shell weld is presented. The application of these requirements will promote the economy of operation in nuclear power plant on the premise of maintaining the level of safety and reliability.

      Key Words:Nservice inspection;Flaw characterization;Successive inspection;Improvnment analysis

      ASME第XI卷1998版至2000增補(bǔ)(簡(jiǎn)稱1998版)規(guī)定,對(duì)于在役檢查中發(fā)現(xiàn)的顯示,如果超過驗(yàn)收準(zhǔn)則,則可以通過分析評(píng)價(jià)進(jìn)行驗(yàn)收。如果通過分析評(píng)價(jià)作繼續(xù)使用的驗(yàn)收,則對(duì)于1級(jí)別部件中具有缺陷顯示的區(qū)域,還應(yīng)在此后的3個(gè)檢查周期內(nèi)重復(fù)實(shí)施檢驗(yàn),而對(duì)于2級(jí)部件,則只需要在之后1個(gè)檢查周期內(nèi)實(shí)施重復(fù)檢查。

      然而,對(duì)于可達(dá)性較差的部件,如果需要實(shí)施重復(fù)檢查,無論是從大修工期的控制,還是人員劑量的控制,均將產(chǎn)生較大的影響。因此,ASME第XI卷2013版對(duì)重復(fù)檢查及缺陷表征準(zhǔn)則等相關(guān)條款進(jìn)行改進(jìn),更關(guān)注于存在潛在擴(kuò)展趨勢(shì)的那些缺陷,而取消重復(fù)檢查那些對(duì)安全質(zhì)量都不會(huì)造成影響的缺陷。

      該文首先就2013版XI卷與1998版的相關(guān)條款進(jìn)行對(duì)比;其次,就差異及新條款的制定原理進(jìn)行初步分析;最后,就該條款應(yīng)用于某核電廠壓力容器筒體焊縫在役檢查為例進(jìn)行說明。

      1 規(guī)范差異對(duì)比

      ASME第XI卷1998版至2000增補(bǔ)(簡(jiǎn)稱1998版)為國(guó)內(nèi)在建AP1000核電廠在役檢查大綱所依據(jù)的文件,將最新版(2013版)XI卷與其進(jìn)行對(duì)比分析,既體現(xiàn)了最新的在役檢查規(guī)范的發(fā)展,也具有實(shí)際工程意義。

      相比較于1998版的ASME第XI卷,2013版XI卷在深埋平面缺陷這節(jié)新增IWA-3320(b)條款,同時(shí)在重復(fù)檢查章節(jié)增補(bǔ)IWB-2420(b)和IWC-2420(b)條款,具體內(nèi)容見表1。新增條款為1級(jí)和2級(jí)容器類缺陷的重復(fù)檢驗(yàn)提供了新的規(guī)則。

      2 初步分析

      該條款的目的是對(duì)于容器中那些在性質(zhì)上不存在威脅的缺陷(如材料制造或管道制作過程產(chǎn)生的深埋缺陷),即在整個(gè)壽期內(nèi)缺陷不發(fā)生擴(kuò)展或擴(kuò)展速率可忽略,則可取消對(duì)其實(shí)施重復(fù)檢查,從而滿足那些風(fēng)險(xiǎn)更高的區(qū)域(役致缺陷)得到充分的檢查。支持該條款制定的理由主要包括如下幾個(gè)方面。

      (1)深埋缺陷與水環(huán)境不發(fā)生接觸,材料內(nèi)預(yù)期的裂紋擴(kuò)展速率極低。其次,在正常運(yùn)行工況下,由于深埋缺陷所處區(qū)域的應(yīng)力相對(duì)較低并且無循環(huán)應(yīng)力的作用,因此驅(qū)動(dòng)深埋顯示發(fā)生裂紋擴(kuò)展的應(yīng)力也相對(duì)較低;

      (2)西北大西洋實(shí)驗(yàn)室定量研究了表面缺陷和深埋缺陷的區(qū)別。研究結(jié)果表明:相較于表面缺陷,深埋缺陷具有極其低的容器斷裂風(fēng)險(xiǎn)。例如,離表面25 mm的缺陷#1致使容器失效的可能性約為相同工況下表面缺陷的1/1 000。同樣,離表面50 mm的缺陷#2致使容器失效的可能性約為相同工況下缺陷#1的1/1 000。研究還表明,低于XI卷驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)的深埋顯示,其疲勞裂紋擴(kuò)展速率非常低。即便是位于壓力容器環(huán)帶區(qū)內(nèi)的深埋缺陷,斷裂力學(xué)分析其缺陷擴(kuò)展速度也是低到可忽略。此外,這些分析結(jié)果得到多年檢查結(jié)果的驗(yàn)證;

      (3)大量檢查結(jié)果表明,對(duì)深埋缺陷實(shí)施的重復(fù)檢查未檢測(cè)到有缺陷擴(kuò)展的跡象;

      (4)無論是檢測(cè)成本還是人員劑量率,實(shí)施重復(fù)檢測(cè)都將會(huì)非常的高;

      (5)作為10年檢查計(jì)劃的一部分仍會(huì)對(duì)該缺陷區(qū)域?qū)嵤└櫃z查,只是檢查間隔由40個(gè)月增加到120個(gè)月。

      然而,ASME委員會(huì)認(rèn)為原有的表面接近規(guī)則(如圖2中C所示)是基于應(yīng)力強(qiáng)度因子制定而成。由于缺陷和內(nèi)表面之間的韌帶區(qū)存在屈服的可能,如果按照原表面接近規(guī)則來表征缺陷并進(jìn)行分析評(píng)定,從而取消對(duì)缺陷部位的重復(fù)檢查,可能并非充分可靠。尤其對(duì)于那些表面接近因子0.4≤Y=S/a<1(如圖2中B所示)之間的缺陷,如果按原規(guī)則表征為深埋缺陷,則剩余韌帶區(qū)可能在后續(xù)運(yùn)行過程中存在屈服甚至發(fā)生開裂。如開裂后缺陷接觸到反應(yīng)堆冷卻劑,則更是存在裂紋加速擴(kuò)展的可能。

      因此,2013版ASME第XI卷規(guī)定只有對(duì)S>a的深埋缺陷才存在免受重復(fù)檢查的資格,如圖1直線A上部區(qū)域所示。直線A和B之間的陰影區(qū)域,則體現(xiàn)了新規(guī)則的保守性,即在該區(qū)域的缺陷如按照1998版XI卷表征為深埋缺陷,按照2013版則為表面缺陷。如直線A傾斜部分所示,缺陷離容器表面的距離S隨著缺陷尺寸a的增大而線性增加,即深度a越大的缺陷要表征為表面缺陷所需要的距離S也越長(zhǎng);而直線A水平部分,則為應(yīng)用該條款的下限,對(duì)于a<0.25 in的缺陷,只有在S<0.25 in時(shí),才能表征為表面缺陷。

      該表面接近準(zhǔn)則主要是基于:缺陷離表面距離多近時(shí),作用于剩余韌帶區(qū)的平均應(yīng)力將超過材料的屈服應(yīng)力這一原理制定的。如果超過,剩余韌帶區(qū)將存在斷裂的風(fēng)險(xiǎn),則表征為表面缺陷,加強(qiáng)重復(fù)檢查。

      3 案例分析

      3.1 在役檢查

      某電廠換料大修期間,對(duì)反應(yīng)堆壓力容器筒體環(huán)焊縫(環(huán)帶區(qū)外)實(shí)施經(jīng)過無損檢測(cè)能力驗(yàn)證的超聲檢測(cè),發(fā)現(xiàn)存在平面類缺陷,具體參數(shù)如圖3所示。隨后,進(jìn)行采用縱波直探頭,45°和60°橫波斜探頭進(jìn)行補(bǔ)充檢驗(yàn),最終確定該缺陷為平面型缺陷。

      該缺陷深長(zhǎng)比a/l為0.05,對(duì)應(yīng)的a/t為3.4%,超過表ASME第XI卷IWB-3510-1中最大允許值2.2%,即超過了驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)IWB-3510。由于缺陷超過IWB-3500規(guī)定的允許缺陷尺寸,于是該電廠采用ASME第XI卷附錄A推薦的分析方法實(shí)施評(píng)定。

      3.2 放寬檢驗(yàn)的申請(qǐng)

      該電廠依據(jù)10CFR50.55a的規(guī)定,即按照ASME規(guī)范的要求執(zhí)行檢查,如果該過程非但不能補(bǔ)償性提升安全與質(zhì)量水平,而且還導(dǎo)致檢查過程存在困難,則可以提出放寬檢查的申請(qǐng)。

      對(duì)該電廠反應(yīng)堆壓力容器筒體環(huán)焊縫存在缺陷的區(qū)域?qū)嵤z查的先決條件包括:首先需將全部燃料組件移出堆芯,接著將下部堆內(nèi)構(gòu)件移出。該些活動(dòng)將占據(jù)大修關(guān)鍵路徑,如按計(jì)劃完成約2.5 d。除了現(xiàn)場(chǎng)培訓(xùn)、電廠支持和占據(jù)關(guān)鍵路徑所造成的成本,采用自動(dòng)化的檢測(cè)裝置在第1和第2個(gè)周期的檢測(cè)成本將遠(yuǎn)高于第3個(gè)周期。

      在堆腔區(qū)域組裝和拆卸自動(dòng)化檢測(cè)裝置的劑量率大約為1個(gè)人·rem。此外,在對(duì)壓力容器進(jìn)行檢查將大約會(huì)產(chǎn)生2~3個(gè)立方英尺的放射性廢料。如按現(xiàn)行的條款執(zhí)行,無論是人員劑量還是廢料的產(chǎn)生均會(huì)是3的倍數(shù)。如果僅在間隔末期實(shí)施檢查,則劑量率水平和放射性廢物均會(huì)大幅度減少。

      綜上,盡管受檢范圍小,對(duì)于深埋的非運(yùn)行所致的缺陷實(shí)施重復(fù)檢查,不但不會(huì)補(bǔ)償性提升安全和質(zhì)量水平,反而會(huì)產(chǎn)生巨大的成本壓力及遭受高劑量率水平。

      (1)因此,該電廠采用表1中新增內(nèi)容作為替代條件,并滿足以下條件,作為申請(qǐng)免除在該間隔第1個(gè)周期和第2個(gè)周期對(duì)該缺陷實(shí)施重復(fù)檢查的依據(jù)。

      (2)因?yàn)镾=0.45 in,a=0.305 in,缺陷位于S=a的上部區(qū)域,即表征為深埋缺陷;

      (3)該缺陷通過ASME第XI卷IWB-3600的評(píng)定,即驗(yàn)證該缺陷在電廠40年運(yùn)行首期壽期內(nèi)均可通過評(píng)定驗(yàn)收;

      此外,該電廠將在間隔末對(duì)該條焊縫(含缺陷區(qū)域)實(shí)施定期體積檢查。

      由于滿足相應(yīng)條件,最終該放寬檢查申請(qǐng)通過監(jiān)管當(dāng)局的審批。

      4 結(jié)語(yǔ)

      對(duì)于基于ASME規(guī)范建造的核電機(jī)組,新版XI卷中缺陷表征和重復(fù)檢查條款的改進(jìn),有助于電廠在確保運(yùn)行安全性與可靠性的前提下,將更多的資源投入到容器中更需要重復(fù)檢查的役致缺陷區(qū)域,從而在成本控制或是劑量控制上得以優(yōu)化。

      參考文獻(xiàn)

      [1] ASME BPVC, Section XI, Division 1.Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components, 2013 Edition.

      [2] ASME BPVC, Section XI, Division 1.Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components, 1998 Edition through 2000 Addenda.

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